NB-T20037.13-2024应用于核电厂的一级概率安全评价 第 13 部分：PSA 应用的过程和质量要求.docx

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1、ICS27.120.20F69NB中华人民共和国能源行业标准NB/T2(M)37.132024应用于核电厂的一级概率安全评价第13部分：PSA应用的过程和质量要求1.xvc1.1probabi1.isticSafetyAssessmentforNuc1.earPowerP1.antApp1.icationsPart13:PrOCeSSandqua1.ityrequirementsofPSAapp1.ications2024-11-242024二05二24发布国家能源局发布目次前HII1三12规范性引用文件I3术语和定义I3-1术语和定义13.2符号和缩略语14 PSA应用分类24.1 概述24

2、.2 支持核电厂设计的PSA应用24.3 支持安全基准文件变更的PSA应用24.4 支持核电厂风险指引型安全管理的PSA应用25 PSA应用的过程35.1 目的35.2 应用案例的识别和技术要求的确定（A阶段）35.3 对PSA的必要范围、风险后和模型的评价（B阶段）55.4 应用过程的SR范用与详细程度的确定（C阶段）55.5 PSA模型与标准的比较（D阶段）65.6 获得风险结论（E阶段）76 PSA应用的质质要求106.1 支持核电厂设计的风唆指引型应用IO6.2 支持安全基准文件变更的PSA应用IO6.3 支持核电厂风除指引型安全管理的PSA应用I1.附录A（资料性）应用对PSA技术要

3、素影响的识别13参考文献15本文件按照GB,T1.1-2020标准化工作导则第1部分：标准化文件的结构和起草规则的燃定起草.本文件主要参考ASME，ANSRA-Sb-2OI3,NBT20037.1和NNSAQ1.47.并结合国内外核电厂概率安全评价的同行评估和应用实践经脸完成编制工作.本文件是NB,T20037应用于核电厂的一级概率安全评价的第13部分,NB,T20037分为以下13个部分：一一第1部分：总体要求：一-第2部分：低功率和停堆工况内部小件;第3部分：功率运行内部水淹：一一第4部分：功率运行内部火灾：笫5部分：功率运行地震；一笫6部分：功率运行其他外部事件的筛选和保守分析:第7部分

4、：功率运行强风：一一笫8部分：功率运行外部水淹：一一第9部分：功率运行其他外部灾害：一一第10部分：功率运行抗震裕度评价:第11部分：功率运行内部事件:.第12部分：低功率和警堆工况外部事件：第13部分：PSA应用的过程和城量要求.谙注意本文件的某线内容UJ能涉及专利.本文件的发布机构不承担识别专利的负什“本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出.本文件由中国中电发展中心归口.本文件起草单位：苏州热工研究院有限公司、生态环境部核与辎射安全中心、中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院有限公司、中广核工程有限公司、华龙国际核电技术有限公司。本文件主要起草人：杨志超、郭建兵、黄志超、邓伟、仇永萍

5、、黄飞、卢放、裴亮、说曼、杨健、许以全、张冰、陈石应用于核电厂的一级概率安全评价第13部分：PSA应用的过程和质要求1 本文件规定了核电厂概率安全评价（PSA）应用的过程和相关的PSA质要求，保证曾对不I可设计方案的核电机但的PSA应用标准化，使其PSA质量满足要求.木文件适用于压水堆核电JPSA应用，其他堆型的核电厂可冬照执行，2 H重性引用文件F列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款.其中,注目期的引用文件，仅该口期对应的版本适用于本文件；不注口期的引用文件，其G卦版本（包括所有的修改单）适用于本文件.NB.T200371应用于核电厂的一级概率安全评价第I部分：总体要

6、求3米语和定义A.术语和定义下列术语和定义玷用于本文件，3 .A.1基Jft风*base1.inerisk考虑r设的因试脸、维修等原因导致的不可用度，计算得到的年平均风险数值.核电厂常用的基准风险指标是堆芯投伤频率（CDg和早期大匏放射性鞋放顺率（1.ERF）.单位为:堆年。3.AJ配置configuration核电厂名安全系统、设的及其必要的支柱系统所处的状态.3.A3风Itinstantaneousrisk在特定的核电厂配置怙况卜计W得到的风冷水平数值,伴随核电厂配置随时间的变化，实时风险也是变化的，核电厂常用的麻时风险指标是CDF和1.ER匕B.符号和!雷下列缗珞语适用于本文件.CDF（

7、CoreDamageFrequency）:地芯损伤颈率CRM:V期大fit放射性糅放概率增量1.ERF(1.argeEariyRe1.easeFreqUenCy):早期大M放射性择放病率MSPhMitigatingMR(MaintenancePSA(Probabi1.isticSDPCSignificanceSystemsPCrfnrmanCCIndCX）:缓解系统性能指标Ru1.e）:维修规则SafetyAssessment）:概率安全分析/概率安全评价DecerminaiionProcess）:核电厂安全下顶点要度确定程序SRfSuppwtingRequirement)支持性要求SSC(S

8、trc1.urc,System,Component):KJ筑物、系统和设:备4PSA即B分类A.0目前我国PSAJ电用可以分为三大类：a）支持核电厂设计的PSA应用：b）支持安全基准文件变更的PSA应用：0支持核电厂风险指引型安全管理的PSA应用.B.支畦电厂It计的PSAIfi用根据核安全导则4核动力厂一破概率安全分析3,PSA可以支持如下工作：（1）确认符合核动力厂的安全目标，包括现定的风险准则：（2）支持核动力厂状态划分：（3）支持对核动力厂设计中所考虑的妞设计基准事故的重要事件序列的选取：（4）支持事故源项的选取和确定：（5）支持核动力厂纵深防御层次的设置：（6）支持核动力厂技术规格书

9、的制定：（7）支持某些具体安全要求的建立或调整；（8）支持安全重要物项的分级；（9）支持核动力厂总体设计方案的论证、优化和确定。除此之外.在核电厂设计阶段.PSA还可以支持如下工作：a）支持总体设计方案的确定、优化和变更：b）支持设计可靠性保障大纲的制定：c）支持核电厂应急相关设计：d）支持灾害防护设计.C支持安全国Nt件变更的PSA应用支持安全基准文件变更的PSA应用主要有：a）技术规格书优化,包括后撤时间延长、后撤状态变更、修改混做试验的要求、放松状态转换的限制、试紧策略、试验周期优化等：b）风险指引型设备分级，即璃于风险指引型方法从安全级、安全Hi要性两个维慢时设备进行分级，并优化相关的

10、安全要求：C）风险指引型在役检查,包括焊缝数家、检查位置、检查冏期优化，D.支饰电厂风险指引型安全优置的PSA应用这类应用包括但不限于：a）配置风险笆埋（CRM）;b）维修规则（MR）;C）里要度确定程序（SDP）;d）缓解系统性能指标（MSP1.J：e）机组定期风隆评价：O工程改造评价：鼾不符合项评价.5PS3用的过程A.目的木章说明为了疏支支持某项特定的风险指4也应用所要求的PSA质i而需进行的活动。根抠NBjT20037.应用过程有5个阶段,图I给出了各阶段的规定活动和逻辑顺序：a）A阶段：对于该项应用,确定受影响的PSA.并识别该项应用所甯涉及的事件、该项应用相应的PSA范国和支持该项

11、应用所需的风险“匕通过分析应用与PSA模型中对变更特别政感的各部分之间的因果关系，确定为支持应用所必需的PSA的技术要求：bB阶段：对PSA进行检唐,以确定大范围和详细程度对该项应用而K是否足够.如果发现该PSA在一个或多个方面还有不足,则其可能衡要升级或需要由其他分析加以补充（E阶段）：OC阶段：迸行评估以确定对fPSA.NB“20037各部分中相应的SR是否足以支持该项应用,如果不足以支持该项应用，则可用E阶段所述的补充要求来用补SR;d）D阶段：按A阶段中所确定的支持该项应用所需的技术要求，将PSA与NR，T20037各部分中相应的SR进行比较.确定该PSA是否具有足够的质贵,是否需要升

12、级以满足相应的SR.或.是否需瞿开概E阶段所述的补充分析：e）E阶段：将PSA用J支持该项应用，如有必要，对该PSA淄加补充分折，B.应用案例的识别和技术央求的定（A除酚5.B.1应用案例的识别5.B1.1对要作评价的应用案例进行评估（见图I中的枢1.5.8.1.2 识别受应用影响的SSC和电厂活动,包括应用案例与PSA模里之间的因果关系（见图I中的框2）.如果受应用影响的SSC和电厂活动涉及内部灾害或外部灾咨的PSA评价.期应完整施楮理应用影响的技术使泰，时J内部灾害或外都灾由PSA特有的技术要素，可根据本标在相应部分的方法或技术要求识别应用对模型的影响：对广与内部事件PSA通用的技术要素，

13、可参考以下识别过程来确定相关技术耍素对模型的影响。5.8.1.3 在识别过程中.附确保受应用影察的SSC和电厂活动清单的完整性.在识别该满粒中好一项在PSA中的模化情况时，如果已模化,在希果中应阐明模化到列殴还是设备级,或者模化到HFE,或者模化到设备可靠性器数中.对于未在PSA中模化的SSC和电厂活动，除非满足以下条件,否羯应记录下来，并作为PSA升级的内容之一。a）被PSA中的其他SSC或电厂活动所包括：b）可映射到PSA模型中的某SSC;C）对PSA定量结果影响很小,比如变化悯度不超过1%;d）与PSA中已在HFE评估的0号指示有关.5.8.1.4 *m电用与PSAHK!之间的关系，可通

14、过识别应用对PSA技术要素的影响光确定.明家A以内部事件PSA技术要索为例.解述儒要从喉些方面来识别应用对技术要索的影响.5.8.1.5 识别为N价应用所需考虑的灾害出、PSA范明和PSA风险收（见图I中的框3）.通常来说,评价应J1.1.所需的PSA风险量包拈CDF和1.ERF.以及它们的衍生风心照（比如条件堆芯损伤概率地M、条件早期大放射性杼放概率增R等）。虽然对风除影响的坪价瑞雯涉及电厂各种运行模式和各种始发巾件（比如内部事件、内都灾害、外部灾害笄），但并不要求一个PSA对所有这些运行工况和蛤发事件进行处理“在许多PSAw用中，对一些PSA模型存略的运行工况和始发事件作定性处理即可.比如

15、，某项应J1.1.4涉及SsC的抗表分析，则定性的地震风险评估就可以满足盛川的要求,示例1：北健动安仝壳冷却系统（PCS）设计了两集PCS水箱IiIn许线每条管线卜设置分常关气动闺和卡常开电动陶.为考虑多样性,梃出设计变更.拟增加第:条PcS水箱出”管线.在该管线上设通台常关电动周和台常开电动网.为评价所提;I1.设计变更的影响.能要识别心四受变更影响的SSCPCS新增的第:条I1.U1.管线与原先的出口.许线和“冗余，：.条管线中的任一条开启就可满足PcS带出热负荷的需求-所提出的设计会更增加了祭出U旨缕以实现系统功能.从而降低电厂风险.这女史是通过号虑对系统不可用度的影响和对电厂风陂JH的

16、影响来评价的.示例2：时技术现格MT$）提出变更，虫新定义时可运行的厂用水系统的要求.这一变更取消了TS中关于斑条厂用水回路中的三台泵中的任一台泵的允许件役时间IAOT）的要求.此外,增加了不可运行设备的其他选定组合的AaE需要注细识别所涉及的在TS和（或）规程中的有关变更.为广泮价所提出向r$变更的步响.备要识别那些受变更影响的双,如用水系统.电厂的用水系统有网条冗余回路,每条回路仃两台全容量的厂用水泥,它们以海水作为触络热网.另外有第三台柒采用的是冷却塔冷却,以大气作为热阱，厂用水系统设H成本发生.1.OCA并同时发生在失厂外电的情况下，小台厂用水耒（由其相应的EDG供电）就有足国的能力带

17、走热负荷.现行珞耍求有二条可运行的厂用水M路，每条H路行三台可运行的泵.这一噢求如出/单一故障准则的婪求，因为在正常工况。设计基准Mitt下均不要求投入第二台厂用木泵.井I1.冷却塔冷却的厂用水泵为设计基准U）CA提供了冗余,所提出的变更把一条可运行的厂川水路瞰新定义为忏台可运行的厂用水泵和一台可运行的冷却塔冷却的厂用水泉，取消广两台厂用水泉的AoT要求,延长了厂用水泵的Aa磔求，并J1.根据备用的冷却塔冷切的厂用水采的风片币要慢$2延而延长JtAOT.所提出的AOT父更增加了一台厂用水泵因计划性或计划性维修而不可用的可能性,从而影响r堆芯损伤软率（CDF1.这一变更是通过芍虐对系统不可用质的

18、吻响和对涉及单列厂用水不可川度的岸外顿车的彩响般评价的，s.n.2技术要求的定料对应用，确定支持该项应用所：?各PSA的技术要求（见图1中的框I）.这一活动决定r要乘用哪些SR来普估支持该JS应用的PSA的顷丸为嫡定这些技术要求,需对该项应用进行评估.以评价PSA在支持该XR应用中的作用，当进行这一评估时.需考电应用的下述特征；a） PSA在该项应用中的作用和决策对PSAfrt果的依敕程度；b）用于支恃该项应用的风险口和有关的决策准则；O灾Sff1.1.的风险贡献对决策的或要科度Id）PSA或PSA的某一给定部分所采用方法的包络或保守程度，从而对应用所收的决策以及在决策过程中所采用的方式产生不

19、适当的影响：e所要求的PSA结果的精胸攻、不丽定性评估和依通性评估：0用于支持决策的结果的Ia信度；g）在应用中所做的决筑对电厂i殳计基准的影响程度.技术要求及确定技术要求的依楙向设制成文档.C.MPSA的必襄筮、风母翱S1.的辞价（B）5.c.9t9aM确定PSA能否提供评价向用案例所需的结SK见图】中的板5）.根据应用的爰求.特别企可接受准好或导则,应设别PSA的风险而地项莅BH内郃事件、内部和外部灾*，电厂运行模式等）.M1.如果应用需要使f11NNSAOM?的可接受准姆.CDF和CDF的殳化过（即ACDF.1.ERF和1.ERF的变化*1（即A1.ERF-VtV：的.I1.评估范用直包

20、Ifi所有央咨类型和SS行模式.）IvV不完的情况.应考虑到这种缺失带法的影峋.1!PSA的某些方面不足以评价读应用.好按NR，T20037各部分技术饕求相应的SR对PSA的这些方面山力niS（见图1中的程6也或者进行补充分析（见5.6节），如果Wi定PSA足足够:的.则应将这一利断的依据馍制或文档。所仃PSA升汲应按NBTT20037第6堂的要来边行井的制成文档。示例1:缝*5.2.1的示例1,所提出的PCS水箱出口管线设计变更会影峋系统不可用僮.PCS作为事故煨解系统，在安全壳而温、高质的境况下提供量终热ftt,凡设计变更主耍影刖PSA技术金豢如下：a）成功涯则要素：媚认成功准则与电厂特征

21、相-St即需察考侬列出【】管战:b） 系统分析要索：新增设失效模式相关的根化.这晓影响应结合到电厂根格中.以计尊系统不可用度和电厂CDF的变化4.示例2:战续5.2.1的示例2.所提出的厂用水系统AoT的变更台杉哂厂用水的不可M度.对所讨论的电厂,厂用水向I-CCSSi.柴油发电机、的水泉、E系统和放射性废物系统提佻冷却.因此，PSA的始发4件分析要索血包括：aI1.OCA始发生件.因为用水系统不可用度的变化将会影峋再衡环阶段ECcS笊的冷却：b）丧失厂外电始发事件.闪为I用水的变化将会影响柒油发电机，c丧失给水始发件件，因为给水泵是由厂用水冷却的“虽然果川厂用水冷却OCN乐统.IHCQ除统具

22、有足够的热惕性.使它在丧失厂用水后数小时内仍徙起作用.从而能使电厂处于安全他定状态.因此时这一应用案例.不制要考虑丧失CcW这一始发事件,H样，由于放肘性废物系统与确定CDF无美，因此也不於察考也.径确认，雄性不可用度的变化很小,不用学电及对厂用水泵的可靠性（它会彬响很多序列,包括丧失用水始发M件和厂用水泵失效的序列）会造成显片爹响k这曲影响瓶向结合到电厂模型中,以计算CDF的变化玳.I1.1.F只需要ACDHCD卜变化Wb.因此只需要TS变更前与变更后的CDFUi.5.C.2SSeH电厂活动的化册定受电厂应用案例影响的SsC或电厂活动站告已在PSA中作核化（见图I中的枢3）.S1.果没6模化

23、受影响的SSC或电厂活功，地按NBjT20037各部分技术要求相应的SR对PSA进行升拨以包括这些SSC（见图I中的框6a.或者进行补充分析（见5.6节）。如果断定PSA地足够的.则应将这一判断的依据编制或文档.所彳jPSA升级应按NB/T20037.1第6中的也:求进行井给陶成文档.示例1:坳续5.3.1的示例1.PSA而也:慢化受PCS设计支史影响的，井对电厂网的城的变化行贡欹的SSC电厂活动.例如,PCS系统成功布则由出口觥二取一成功受更为三取成功.并福要专危新增SSC的不可用度.或者电厂技术规格行根据诲设计变更进行变更.从而2低反腐堆行政停堆然率.则该PSA需要升级以考虑该影响,或者进

24、行补充分析.示例2:继续5.3.1的示例2.在PSA中窗要模化，,受到所提出的川水变史影响的系统行关的、并对CDF的变化有质弑（即，ECCS.架油发电机、给水和CCW）的SSDi电I活动.W1.（W果丧失给水始发事件被极化为一个个忖性的始发小件Gi是很可能的）,则该PSA磊吧井级以包括用水与给水之间的关系.或者必须补充分析来校出厂用水对给水的网.5.C.3网行评估的认对校用所需的PSA内容-J按1!NBT20037各部分相内的同行ifV娶求迸行过评价，D.应用过的SR范，详M度的定（Cia）斜对5.2.2所确定的技术要求.确定NB,T20037各部分技术要求所述的SR的攫盖的国和详细程度是否足

25、以充分评价所考虑的应用（见图11的框8）.如果断定NB20037各部分没有给出专门要求，则应评价这咚所缺的要求对应用的相关性（见图1中的框9）.如果所缺的要求不相关，则NB,T20037各部分的要求足以满足该项应用的需要.应将确定NBb20037各部分充分性的依据编制成文档，如果所缺的要求是相关的，则可使用补充的要求（见图1中的框73E.PSA模St与标准的比较（D阶段）5.E.1确定PSA是否满足为支持该项应用所需的SR（见图1中的框10）.如果PSA满足该项应用所必需的SR,则该PSA对所考虑的应用是可接受的（见图1中的枢11）,应将这确定的依据编制成文档.5.E.2应从两个方面来证明用于

26、支持应川的PSA可接受性，第，个方面是确保支持应用的PSA在建模和执行的技术层面是.正确的，第二个方面是确保PSA隹模的假设和近似是适当的。5.E.2.1对于第一个方面.应确保所使用的PSA开发和执行的方式在技术I：足正确的,体现在以下方面：a）PSA模型,或支持应用的PSA模型部分，反映了当前电厂设计和把黄，以及当前运行实践和操作经险，这可以通过PSA维护与升级程序来证明，其中包括定期更新模型以反映影响重要事故序列的变化：bPSA模型的建立方式与行业良好实践相一致，并且正确地反映了系统、设备和操纵员行动的相关性：C）概率和菽率的评估与PSA模型中相应W件的定义相一致，5 .E.2.2第：方面

27、，uj以使用一线业内认可的技术标准和导则（如NNSA-0147和NUREG-18S5WPSA建模果用的近似、判断和假设，进行适当性判断.6 .E.2.3证明PSA可接受性的种常见方法是利J1.Jf可行评估的结果，由于PSA同行评估不是舒对特定应用的，因此，对于特定PSA应用来说，应在参考PSA同行评估的结果基础匕结合该应用的特殊性，从PSA模化的详细程度要求和模型精确性要求两个方面来进步评估PSA是否满足该应用所必须的SR.a）识别对模化详细程度的要求.D一般到设备级别基本可以满足绝大部分应用的衢要.对于设备间有共用部分的，需对共用制分单独模化；如果与人员行动相关的信号指示有关，则需在模型中单

28、独模化，2）部分应用到列级别也可以按殳，3）对于未详细模化的系统，需映射到某基本事件或待发展事件，并评估应用对其可祺性的影响，-0如应用对始发事件颇率有影响,则应采用故障树、贝叶斯处理或专家判阍等方法进行准确评价。b）识别对模型精确性的要求.D保守性和现实性的平衡，如果模型保守性对定属化结果和风险见解不会有显著影响，则认为这种保守处理是可接受的，2）通用信息与特定电厂信息.与该应用相关的数据、热工水力学等工程分析、电厂规程等信且均宜采用特定电厂信息，除：1.E可以证明该特定电厂伯恩肉PSA结果影响很小.3）与风险见湃在应用中的作用、与风险准则限值的裕晶有关.通常来说,模型越现实、越精确.PSA

29、定量结果的保守性越小,与风险准则限值的裕技就越大.此外,PSA模型越现实和精确,从PSA风险见轿提出的建议就更容易得到电厂的认可和接受，4）SAR阶f2PSAf11在运核电厂PSA对于在运核电厂的PSA应用，眼则去说应采用在运核电JPSA,如果使用FSAR阶段PSA来支持该应用，应对FSAR阶段PSA模型同行评估中对结果影响大的发现项以及受该f1.1.影响的SSC电厂活动和技术要素进行升级.5.E.2.4如果PSA不满足相应的SR,则应确定其原因是否相关或Jft耍（见图1中的框12）.这种相关性或.R要性的可接受要求包括：a）如果不满足相应SR的原因不动用.或不会影响因应用而受影响的定IH化，

30、则该惊因并不相关（例如，如果处理人II1.可除性的有关SR没育满足，JU泉因是未果用详细的HRA方法评估蛀在塔准模型中足正要的人员失误事件的失效概率，但这些人员失误事件对应用所需的结果不产生作川.由此,不满足技术要求对决策是不相关的）：b）如果模型中至少占所印价犷件的CM的90%（若适用）的力故序列不会受相应的敏身性研究或包络性评估的影响,则该：异不Ift安.这些研究或评估应估HNB,120037各部分的技术要求用于该项应用时由于例外情况所造成的总影响.当需要确定该差异对应用的重要性,可他独或令并评估相关W件.5.E.2.5上述册定的情况取决于所考虑的。,体应用，片I1.还可能涉及应川项I1.

31、家组所作的决定.5.E.2,如果差弁不相关且不曼要.则PSA对该项应用是可接受的.如果差异是相关的或电要的.则根据NBjT237各部分技术要求所述的川应的SR对PSA进行升级（见图I中的枢6b）.或者进行补允分析（见5.6）.所有PSA升级应按NBb20037第6弦的鬟求进行并煽制成文档.F.SMi风IM论（E*段）5F.I扑克分析的采用5.F.1.I如果PSA的粒图或NBjT20037各部分的泡阳并不足鲂,则可采用补充分析或补充姿求（见图I中的框7）,这些补允分析取次于所考虑的具体应用，但可使涉及确定论方法（如包络分析或箱选分析）以及！，家机所作的决定.这些内容应编制成文档.示例1:用于掖风

32、陂指引型分级方法确定为低安全单要件的电动阀.批型对其试验领车进行变更,若该项口中所关注的所有电动阀或电动同的故障模式没有都反映（FPSA中,则可对PSA进行补充,通过采川总的信总支持把电动然置尸运当的凤隆类别中.这M7说明处理SSC模型恰当性的过程.5.F.1.2补允饕求应从北他公认的规范双标准中获取，这类现鱼或标准的更明是对NBb20037各部分作了补充Ii适用于该项应用的.但若没有这类公认的规范或标点.则补充要求可由专家组确定.示例2：进行对某电厂在役依查（1$1）大纲的风险揖序/分类.现行的PSA模型满足在NB20037各邮分中所规定的要求，然而.对肾路或管段的粳化，NB,T20037各

33、部分并没仃给出恰当的支持详细定奥井序的相关要求,对此,可由一个专家姐的定在管段的安全比慢性来扑光NBT20037各都分的要求,可用确定论和其他传统工程分析、纵深防狗理念或淮持安仝裕做方面的电出来而管段进行分类.也可用已发布的I：业界或国家核安全局关于风险指引型IS1.的指导性文件对NBT20037各部分初以补充,还可用PSA模Mvm各管段故以对风殴的影M（不传&PSA的逻切来补充NR，T200P各部分的要求.通过识别4PSA中已模化的始发事件、求本”件或力件组来完成此估比,在这些小件和事件组中包括管段故障的杉刖.示例3:为了得到一个双尼非优蛤的分级方法,要求根据播风险双要度对限值器进行分级.除

34、了匕系统的大型2台上的阻尼器外.其他阳尼器对CDF的影响很小.因此NBZT20037名部分井不妄求在确定CDF时考比其失效.然前.阴尼勃是安全相关设名，要求通过试验程序米证实其能纷执:力，J支撑功能.如ASME规苑案例0N10（参Jt参考文献15）中所示，失效机理的评价可能表明，在阻尼静起安全重要作用的M件中，阻尼器的安全很曼度可用其所支掠的设备的安全取百度来近似.这个补充准则可用于划分阻尼器的安全重要度警级。示例4:当采购新的伸口时,希SUU商用缎电动阀来替换某些当前的安全级IU动网.内部事件PSA我明.这些倜门在血要!他列中起的作用较小，其主要榭5模式只有“期阚打不开”，通过可锹性数据了解

35、到，时这一脚硼式，商用级网门的失效率3安全级阀门的失效率相同.然而向IS及：在大地段期间和发生大地震以后,商用级阀门是否能像安全级阀门样执行其功能.为处理这何冠.可以采HJ补充要求，评价商用税领门的顺能力，并卬印将被其首换的安钠同门的抗焦能力进mt较.5.F.2分析的结果如果己确认PSA具有足弊的质城，则其结果可用于支持该项应用（见图I中的框13）,否则，补充分析的结果（其中有些分析可按补充要求进行）也可用来支持该项应用（见图1中的框7）。时各事件，应确定风险贡献项及其不确定性的特性（见图I中的框1.0.当己羟确定所有相关事件的特性时，则向决策制定者提供风险输入信息（见图1中的框15）,根据支

36、持应用的需要，相关W件的特性可以单独确定或合并后确定.对于风险指引型的陶用.术语“里要”可从不同角度进行评估.“重要”的序列、贡就项和割染等可由具对某特定事件（如内部火灾）的页蛾或者对整个电厂风险的贡献进行更阮.当使用NBT20037迸行星求PSA分析时，需要对给定事件进行评价并描述风险贡献项的相对页赋，以确定“由要一项，为满足NBJT20037要求,先针对基准PSA模型评估或确定“重要”的程度,执行相关支林性要求.该茶准PSA模型是用Jit化所有事件的平均年风险儆,在NBrr20037的应用过程中,对“血要项的坪估或确定（见图I中的框12.先针对风险指引型陶用所涉及的应用范围,再针对好个事件

37、,对所有风险贡献项进行评估，以确定是否需要进行补充分析，S1应用过程流图6PSA应用的H襄求A.血PSA的质玳是用评价范围、详细程度和技术UJ接受性来变业的。PSA的范树、详细程变和技术可接受性应与应用类型、PSA结!K在综合决策过程中所起的作用相适应.本章蛤出了第4册所列的:.大类PSA应用的质量要求。B.支持铁电厂设计的PS应用时于支持核电厂设计的PSA应用，所需评估PSA范围（比如内部事件、内外部灾占、运行工况等）以及模型的精细程度，应基于设计所处的阶段以及PSA应用的目的,并取决于i殳计风险评价对综合决策的影响在核电厂设计阶段，不具备详细PSA模型时,根据当前设计信息,确定尽可能完整的

38、始发事件，并给出始发货件发生频率，可基于通用或类似设计电厂的始发”件清单和领率，根据当前设计信息，针对每一类始发货件确定投入的谖解系统，可按照列一线进行模化，在设计过程中,陶新设计信息的完善，及时更新和完髻PSA模型，调整PSA应用的相关结果：a）对于支持核电厂设计阶段的执照申请，为了确保风险的完整性，所采用的PSR应该是全范附的，即运行工况包括功率工况及低功率和价堆工况、始发事件包括内部事件和外部事件、层级包括级和：级、分析对象包括堆芯和乏燃料水池，在PSA的详细程度和技术可接受性方面，所采用的PSA应全面地考虑了各相关技术要素和技术要求，即使只是采用了保守的包络性分析：b）对于总体设计方案

39、的优化和确定、支持核电厂工况划分和出设计明准步故的说要小件序列选取等应用，功率工况、低功率和停堆J1.况内部事件PSA通常是必需的，而旦所采用的PSA应全面地考虑了内部事件一级PSA的各技术要素和技术要求：C）对于支持纵深防御层次的设置和充分性评估，其目的是法FPSA方法识别纵深防御层次中可能存在的薄弱环节（比如多层次缓解功能共用的供电系统）.对于该PSA应用，除了内部事件一级PSA外.通常内部事件二级PSA也是需要的.所采用的PSA应全面地考虑了各相关技术要素和技术要求，尤其是正确体现了各纵深防御层次之间的相关性：d）对于支持技术规格书的制定和设计可靠性保障大纲的制定、支持某些具体安全要求的

40、建立或调整，至少内部事件一级PSA是必需的，而且这些应用相关的SSC郎应在模型中模化：C）对于支持重要物项的分级,该应用可以根据PSA方法对部分低W1.险重要度的SSC适当放宽要求.模型范阚的与安全基准文件变更应用的模型葩阚相一致.所采用的PSA应全面地考虑了各相关技术要素和技术要求：0对于支持灾害防护设计，该应用是基于PSA方法识别灾害防护设计方面的薄弱环节，例如火灾或地趣导致的多重安全功能丧失,该应用需要相应的灾害PSA模型，如内部火灾PSA模型、内部水淹PSA模型或地於PSA模型.C.支持安全也文件变更的PS应用6.C.1微述安全基准文件变更的风险指引型应用均应按照T概率风险评价用于特定

41、电厂许可证基础变更的风险指引决策方法B（NNSAOI47）中的风险指引型标令决策原则和过程来实施，在实施过程中，堆芯损伤频率（CDB和Y期大量放射性秣放频率（1.ERF）的预期变化是需要评价的.所需评估的复杂和精细程度，包括PSA范用（比如内部事件、内外部灾害、运行工况等）福取决于风险评价对维合决策的影响.在某种程度上取决于潜在风险影响的大小。通常来说，支持这类应用的PSA模型应通过同行评估或技术三.6.C.2技术挺格书优化技术境格B优化需要评估变更对所有始发K件风龄的影响,即不仅要评估内部事件的风险变化,还要分析内佛灾书和外部灾舍的风险变化，主要的衡砥指标是CDF和1.ERF的变化fft以及

42、由CDF和1.ERF衍生的风冷!1.用1支持这类应用的PSA模噬至少应使畴IT估内状事件CDFfn1.ERF,如果核电厂PSA模M范国尚不完善，可通过补充税外分析来扩大分析范的，或对风险阈值进行调整.用于支持定期试验周期优化的PSA模型应模化优化涉及的设备.通常不宜采用等效映射方式，由于涉及需求失效概率的计算,所涉及的设备附极化到设箱级别.用于支持技术规格书其他优化的PSA模型应模化能体现优化涉及设备的不可用,如果未模化，也可映射到已模化的设备。通常来说,所涉及的设备模化到列媛剂即可满足僵求，如果涉及其因失效，则应模化到设冬级别，6.C3风险指弓ISHft备分皴风险指弓I型设%分级省亶评估全范

43、用的设备血要成，用于支持该应用的PSA模型宜包括功率工况内部事件-姒PSA.低功率和停堆工况内部事件一级PSA.内部水淹PSA、内部火灾PSA、地震PSA、其他外部灾SfPSA.为了评估设备的：上.这践PSA模型应模化到设备欲，且尽可能采用反映核电厂设计特征和运行实践的始发事件频率和设符可就性数据，如果核电厂PSA模型范用尚不完善，普代分析也是可接受的.6.C.4风It期引量在役检鱼风险指引F在役检行的PSA质玲要求与技术规格书优化的要求类似,但是考虑到在役检查的对象流体系统的管道理缝，因此，应在模里中考虑管道失效的影响，包括管道失效是否会导致内部始发事件、足否会导致内部水淹、足否会导致系统或

44、设备失效等.通常来说,内部事件PSA模型不甯极化管道失效.而是将管道失效映射到设备或列的失笠，对户计算管道破裂后的风险条件概率,以及采用简化方法评估管道失效对风片的影痢.将管道失效映射到列的失效即可.对于计宛笆道娘裂后的设备邃要度.以及果用详细方法泞估管道失效对风险的影响，宜:将管道失效映SH到设的的失效.管道焊缝破裂的内部水淹M险宜果用特定电厂内郃水淹PSA评估.D.支持冬电厂风It指引B安全B的PSA应用6.D.1筱迷这类应用由F其分析结果是电厂安全管理的汰宽依据，所需要的PSA模至少应包括功率工况内部事件-投PSA.并能现实地反映电厂的安全水平.6.D.2配置风Im核电厂配置风险管理实施

45、流程的第步是底定风险现值，技术政策推荐的风PftWItf1.包括CDF和1.ERF,堆芯损伤微率淄玳UCDP）和早期大值放野性释放藏率增最（I1.ERp）这Ia种风险母.用于计算配置风险的PSA模型是脱时风险模型,应能够评估内郃事件CDF和1.ERF.制定风险阔依时.考虑的运行工况应包括功率工况及低功率和停地工况，始发力件应包括内部巾件和外部”件.如果核电JPSA段赞范围尚不完汽.可通过补充歆外分析求旷大分析范围,或财风险即件进行网整.所使用的PSA粳型应通过同行评估或技术申杳。用于配置风险管理的PSA模型应尽可能模化对风险外修晌的SSC.用于配置风险管埋的PSA模型应尽可能现实.主要体现在：

46、采用业内普遍认可的建模方法：尽可能采用反映核电厂设计特征和运行实践的特定电厂数据（比如始发事件频率和设得可抠性数据）：采用更现实的成功准则和更现实的假设,从而减少保守性：开展特定电厂的人因分析.6.D.3aAM用于维修规则的PSA校里至少应包括内部事件物PSA模型。维修规则所使用的PSA模里应通过同行评估或技术审置，Ii对PSA结果和风险见蚱会有比较重要影响的问题已得到合适处理.用于维修规则的PSA棱军应尽可能模化维修规则管理范围SSC清单.尽可能采用反映核电厂设计特征和运行实践的设备可端性数据,从而确保制定的性指标能现实地反映电厂实际情况.6.D.4Hamw核电厂安全事项曳要度确定程序（SD

47、P）的实施分3个阶段：定性筛选（阶段一）；简化评价（阶段二）；详细评价（阶段三.对于阶段一和阶段二,PSA模型不是必需的,但是阶段二的各类工作表往往东自PSA.阶段：需要使用详细的PSA模型来评价,相应的PSA模型应是使用单位认可的PSA基准模型或标准值管PSA模型，此外，SDP涉及的领fc较多，包括始发事件、缓解系统、安全壳完整性，其中，始发事件包括内部事件、内部水淹、内部火灾、外部水淹等。因此，如果阶段三需要开展安全壳屏障完整性的评价，：级PSA是需要的；如果阶段三需要开展内部水淹、内部火灾堆芯风险评估，则内部水淹PSA、内部火灾PSA模型是需要的.6.D.5级解系跳性能好谖解系统性能指标（MSPI）针对特定的故缓解系统的不可用度和不可靠度相对行业葩准